郭元蓉，胡 鉑，胡茂會，劉 昊

（攀鋼集團成都鋼釩有限公司，四川 成都 610303）

目前我國核電建設已從起步階段進入快速發(fā)展階段，為促進核電事業(yè)的發(fā)展以及“統(tǒng)一發(fā)展技術路線”，我國從美國西屋公司引進了AP1000第三代壓水堆核電技術作為未來核電站建設首選的主導技術。AP1000核電技術作為我國自主化依托項目，其設備的國產(chǎn)化工作是我國核電自主化發(fā)展的關鍵和批量化建設的前提。實現(xiàn)AP1000核電站用無縫鋼管的國產(chǎn)化對推動國內核電管道產(chǎn)業(yè)化，擴大國內核電站建設產(chǎn)業(yè)鏈，促進我國經(jīng)濟的可持續(xù)發(fā)展具有重要意義［1-2］。

攀鋼集團成都鋼釩有限公司（簡稱攀成鋼）自2008年起，先后完成了第二代改進型核電站（CPR1000）常規(guī)島、核島用管的國產(chǎn)化研究，是目前國內為數(shù)不多的具備生產(chǎn)核級碳鋼、合金鋼無縫鋼管生產(chǎn)資質的鋼管生產(chǎn)企業(yè)之一［3-4］。本文重點介紹攀成鋼研發(fā)1 250 MW AP1000核電站核島蒸汽發(fā)生器系統(tǒng)用大直徑薄壁（Ф610 mm×9.53 mm）SA106B無縫鋼管的性能特點及生產(chǎn)工藝。

1 性能特點

AP1000是美國西屋公司在AP600的基礎上開發(fā)，并采用非能動安全系統(tǒng)的第三代壓水堆核電技術，其核電廠的標準設計按照美國ASME、ASTM規(guī)范選擇管道材料［5-7］。碳鋼選擇SA106B作為主要材料，對管道材料也提出了更高要求，要求生產(chǎn)的無縫鋼管不僅要滿足《ASME鍋爐及壓力容器規(guī)范國際性規(guī)范Ⅱ材料A篇鐵基材料》［8］的基本相關規(guī)定，而且還要滿足《ASME核電規(guī)范與標準BPVC-Ⅲ核設施部件建造規(guī)則NCA分卷第1冊和第2冊的總要求》［9］的特殊要求，其性能特點為：①SA106B鋼在滿足各元素化學成分要求的基礎上增加了碳當量的要求；②力學性能除常溫性能外，明確了300℃高溫拉伸性能和-13℃低溫沖擊韌性指標；③規(guī)定了嚴格的非金屬夾雜物級別，要求A類≤1.5級、B類≤1.5級、C類≤1.0級、D類≤1.0級；④鋼管表面質量要求嚴格，需進行磁粉探傷檢驗，且滿足JB/T 4730.4標準［10］II級質量要求；⑤鋼管須按ASME規(guī)范進行縱、橫向5%壁厚刻槽深度的超聲波探傷檢驗；⑥鋼管尺寸精度要求高，Φ406.4 mm（16 in）以上的大直徑鋼管外徑允許偏差-0.8～+3.2 mm，且鋼管壁厚偏差必須控制在嚴于標準的范圍內（如-6%S～+10%S，S指鋼管的公稱壁厚），才能保證鋼管質量滿足標準要求。

2 生產(chǎn)工藝

2.1 工藝流程

通過分析AP1000機組核電站用大直徑薄壁SA106B無縫鋼管的質量要求，提出了以下生產(chǎn)工藝方案：控制產(chǎn)品化學成分和鋼質純凈度，保證產(chǎn)品高溫力學性能、低溫沖擊韌性和冶金質量；按大直徑薄壁規(guī)格特點優(yōu)化軋管工藝，同時采取特殊的精整技術，保證鋼管尺寸精度和表面質量。按此思路設計的基本生產(chǎn)工藝流程：冶煉+精煉→連軋管機組軋管→擴管→液壓精拔→熱處理→表面精整→水壓試驗→無損檢測→尺寸檢查→成品包裝。

2.2 關鍵技術

2.2.1 化學成分設計

降低產(chǎn)品有害元素P、S含量，提高產(chǎn)品高溫拉伸性能和低溫沖擊韌性指標；設計合理的C、Mn含量，保證低溫沖擊韌性、高溫強度指標，滿足產(chǎn)品的碳當量要求。

2.2.2 冶煉工藝

針對核電用SA106B鋼低氣體、低夾雜的要求，采用“電弧爐/轉爐冶煉+LF精煉+VD真空精煉”的冶煉工藝，保證鋼質純凈度；連鑄采用全保護澆鑄，防止鋼水二次氧化，并控制適當?shù)蔫T坯拉速，減少鑄坯裂紋，避免鑄坯軋管后形成外折缺陷。

2.2.3 制管工藝

根據(jù)鋼管外徑大、壁厚薄、尺寸精度高的特點，設計了“鋼坯→MPM軋管→拉拔式擴管→精密液壓拔管機拔制”的制管工藝。實際生產(chǎn)時要求鋼坯加熱均勻、軋管工具質量及潤滑良好，防止因加熱不均導致鋼管壁厚不均，潤滑不良導致鋼管表面產(chǎn)生缺陷；針對熱擴工序因二次加熱產(chǎn)生的氧化鐵皮經(jīng)擴管后脫落嵌入鋼管內壁并形成凹坑的問題，采取內外表面整體修磨的精整措施，清除氧化皮、劃傷以及內麻坑等缺陷，為后續(xù)精拔創(chuàng)造條件；精拔前對管坯進行酸洗潤滑，確保管坯表面質量滿足拔制條件，選配合適的模具尺寸，并控制適當?shù)陌沃扑俣龋ＷC拔制過程平穩(wěn)進行，確保精拔后的鋼管尺寸滿足產(chǎn)品精度要求［11］。

2.2.4 熱處理工藝

由于大直徑薄壁鋼管的徑壁比（D/S）大，正火處理后管體變形容易導致鋼管尺寸超差，因此設計了“先正火，再精拔，成品去應力退火”的熱處理工藝。正火處理以細化晶粒為目的，采用較低的正火加熱溫度；去應力退火采用適當?shù)谋貢r間保證組織完全回復與再結晶［12］。該工藝不僅確保了SA106B無縫鋼管的高溫強度和低溫沖擊韌性指標，又能夠有效地解決正火處理變形所致的尺寸超差問題。

3 產(chǎn)品性能檢驗結果

按ASME規(guī)范要求，對采用上述工藝生產(chǎn)的AP1000核電站核島蒸汽發(fā)生器系統(tǒng)用Ф610 mm×9.53 mm SA106B無縫鋼管，進行了化學成分、拉伸性能、沖擊性能、金相組織及非金屬夾雜物級別、幾何尺寸等項目檢驗。

SA106B鋼的化學成分按設計控制，滿足標準要求，其中影響性能的主要元素w（C）≤0.20%、w（Mn）≥0.65%、w（Mn）/w（C）值合理，有害元素的含量控制在很低范圍，w（S）0.002%～0.006%，w（P）0.006%～0.011%，充分保證產(chǎn)品性能和碳當量要求。

Ф610 mm×9.53 mm SA106B無縫鋼管的常溫拉伸性能、低溫沖擊韌性、高溫瞬時拉伸性能見表1～2，非金屬夾雜物、金相組織及晶粒度檢驗結果見表3，金相組織如圖1所示，成品幾何尺寸檢測結果見表4。

以上檢測的數(shù)據(jù)表明：研制的大直徑薄壁Ф610 mm×9.53 mm SA106B無縫鋼管的幾何尺寸、化學成分、常溫（高溫）拉伸性能、沖擊韌性和夾雜物級別等完全滿足AP1000核電站核島蒸汽發(fā)生器系統(tǒng)用管的設計要求，且優(yōu)于標準水平。

表1 Ф610 mm×9.53 mm SA106B無縫鋼管的常溫拉伸性能、低溫沖擊性能

表2 Ф610 mm×9.53 mm SA106B無縫鋼管的高溫瞬時拉伸性能

表3 Ф610 mm×9.53 mm SA106B無縫鋼管的夾雜物、金相組織及晶粒度

圖1 Ф610 mm×9.53 mm SA106B無縫鋼管金相組織

表4 Ф610 mm×9.53 mm SA106B無縫鋼管成品幾何尺寸

4 結 語

研制的AP1000核電站核島蒸汽發(fā)生器系統(tǒng)用大直徑薄壁SA106B無縫鋼管，其化學成分設計合理，所制定的鋼坯冶煉工藝、鋼管成型工藝、熱處理工藝能夠保證產(chǎn)品的各項指標達到技術規(guī)范要求，性能穩(wěn)定可靠，可批量生產(chǎn)。

目前，此SA106B無縫鋼管已應用于我國在建的三門和海陽AP1000核電站的1、2號機組，其生產(chǎn)工藝技術達到同類產(chǎn)品國際先進水平，具有較大的推廣應用價值。

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［4］童宗圣.攀鋼集團成都鋼釩有限公司“核電站核島用無縫鋼管”等多項新產(chǎn)品通過省級鑒定［J］.鋼管，2011，40（2）：23.

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